AP1000详细介绍

AP1000总体介绍2011年5月内容概况设计概况核岛主要系统设备常规岛主要系统设备电气主要系统设备培训目标了解系统主要功能和工艺流程；熟悉主要设备结构、作用和运行方式；了本系统和其它系统的相互关系；记住系统和设备的主要技术参数。3一、设计概况4一、设计概况（1）AP1000是西屋公司在AP600的基础上开发的非能动先进压水堆，于2005年12月获得NRC的“设计证书”。AP1000与传统成熟的压水堆核电厂技术最大的不同，就是其安全系统采用了“非能动”技术。AP1000为单堆布置的两环路机组，电功率约1250MWe，设计寿命60年，主泵采用屏蔽泵，安全壳为双层结构，外层为预应力混凝土，内层为钢板结构。5一、设计概况（2）AP1000的主要设计特点有：主回路系统和设备设计采用成熟电站设计简化的非能动设计提高了安全性和经济性仪控系统和主控室设计AP1000仪控系统采用成熟的数字化技术设计建造中大量采用模块化建造技术AP1000在建造中大量采用模块化建造技术6一、设计概况（3）系统分类：分核岛、常规岛、BOP、电气、仪控五大部分共118个系统系统清单见附件7一、设计概况（4）主要设计参数：AP1000发电机的上网电为1090MKWNNNS热功率为3415MKW反应堆的换料周期为18个月100%功率甩负荷到厂用电，不仃堆、仃机设计寿期为60年RCS设计压力：17.1MPaRCS设计温度：343℃（360℃）正常运行压力：15.4Mpa热段温度：321℃～冷段温度：281℃8二、核岛主要系统及设备91.反应堆（1）101.反应堆（2）反应堆主要包括以下部件：—堆芯—堆内构件—压力容器—控制棒驱动机构—一体化上封头—堆芯仪表系统等111.反应堆（3）121.反应堆（4）反应堆堆芯的主要设计参数：压力壳内径；4.039m压力壳总高：12.2m堆芯燃料组件数；157合燃料活性长度；4.27m燃料组件排列；17x17控制组件数；53灰棒组件数；16131.反应堆（5）141.反应堆（6）151.反应堆（7）燃料组件主要设计参数：燃料元件；157盒核裂变原料：铀235，浓集度2.35%-4.8%锆合金管内充氦密封成外径0.95㎝含有434块芯块的单根铀棒把铀棒排列成17x17正方阵构成燃料组件，每个燃料组件有264根燃料棒，24根控制棒导管，以及1根中央测量管。总重115kg。组件设计燃耗值60000Mwd/t,燃料单棒为62000Mwd/t161.反应堆（8）171.反应堆（9）控制棒设计参数：控制捧（黑捧）：—53束，每束24根—吸收材料：银-铟-镉合金封包在不锈钢管内灰棒：—16束，每束24根—吸收材料：12根银-铟-镉合金，12根为不锈钢材料181.反应堆（10）191.反应堆（11）201.反应堆（12）211.反应堆（13）222.反应堆冷却剂系统（1）232.反应堆冷却剂系统（2）主要功能：反应堆冷却剂压力边界的完整性堆芯冷却和反应性控制反应堆冷却剂系统压力控制过程监控自动降压功能242.反应堆冷却剂系统（3）252.反应堆冷却剂系统（4）26电厂设计寿命（Y）60核蒸汽供应系统功率（MWt）3415设计压力（MPa.g）17.1设计温度（°C）343运行压力（MPa.g）15.4一回路水装量（m3）299冷段数量4热段数量2热段内径（mm）790冷段内径（mm）560热段流量（m3/hr）40325冷段流量（m3/hr）17876冷段运行温度（°C）281冷段运行温度（°C）3212.反应堆冷却剂系统（5）272.反应堆冷却剂系统（6）蒸汽发生器主要技术特点–蒸汽发生器的U型传热管采用三角形排列；–蒸汽发生器在全挥发处理二次侧水化学条件下运行；–管板上的传热管采用全深度液压膨胀，最大限度地防止二回路水进入传热管与管板之间的缝隙；–U型传热管采用镍一铬一铁合金690热处理管；–采用三叶状孔（梅花孔）支撑板,改进了防振条工艺；–采用一体化的汽水分离器；–采用椭圆形的一次侧下腔室，便于机器人工具进出和维护保养。–蒸汽发生器下封头直接与两台主泵的壳体相连接。282.反应堆冷却剂系统（7）292.反应堆冷却剂系统（8）蒸汽发生器设计参数：每台蒸汽发生器的管子数；10,025根蒸汽发生器总高：22.5m每台蒸汽发生器的蒸汽流量：3400T/h总的蒸汽流量：6795T/h给水温度：227℃蒸汽发生器出口压力：5.612MPa设计压力：8.274MPa设计温度：316℃302.反应堆冷却剂系统（9）31图3.2.4稳压器2.反应堆冷却剂系统（10）稳压器主要功能：压力控制超压保护容积补偿排除不凝性气体322.反应堆冷却剂系统（11）332.反应堆冷却剂系统（12）342.反应堆冷却剂系统（13）352.反应堆冷却剂系统（14）AP1000主泵特点：主泵直接与蒸汽发生器的下封头连接。这种结构设计取消了主泵与蒸汽发生器之间的冷却剂管道，降低了环路的压降，简化了蒸汽发生器、泵和管道支承系统。主泵没有轴密封装置，因而消除了因轴密封失效导致失水事故的可能性，从而大大提高了安全性，也减少了泵的维修工作量。主泵电机设置上下两个钨合金飞轮，以提高泵的转动惯量，延长惰走时间，从而增加失去电源之后堆芯的热工裕量。主泵装有三个轴承，两个径向轴承和一个双向推力轴承，都在电机一侧，轴承采用水润滑方式。主泵启动时采用变频调速控制装置，降低冷态工况时的电机功率，从而最大限度地缩小电机尺寸。362.反应堆冷却剂系统（15）372.反应堆冷却剂系统（16）38主泵数量4主泵类型屏蔽泵主泵材料不锈钢主泵额定流量（m3/hr）17876主泵额定压头（m）111设计压力（MPa.g）17.13设计温度(C)343.3最大持续设备冷却水进口温度(C)35泵出口管嘴内径（mm）559泵吸入管嘴内径（mm）6602.反应堆冷却剂系统（17）39热段2.反应堆冷却剂系统（18）40冷段3.化学和容积控制系统（1）基本功能：容积控制，通过上充和下泄功能维持稳压器水位，保持一回路水容积。反应性控制，调节冷却剂硼浓度，补偿反应堆缓慢的反应性变化。化学控制，控制反应堆冷却剂的pH值、氧含量和其他气体含量，防止腐蚀，裂变气体积聚和爆炸；除去腐蚀和裂变产物，降低冷却剂的放射性水平。413.化学和容积控制系统（2）423.化学和容积控制系统（3）主要的设计参数正常硼化流量：22.71m3/h正常稀释流量：22.71m3/h正常下泄净化流量：22.71m3/h通过离子交换柱的最高允许温度：54.4℃硼酸贮存箱的硼浓度：4375PPm反应堆冷却剂过虑器（A.B）精度：0.25μm一台上充泵最补水流量：30.66m3/h二台上充泵最补水流量：39.75m3/h434.正常余热排出系统（1）主要功能：停堆冷却：在停堆冷却的第二阶段，将一回路从176.7℃降到51.7℃，并维持此温度稳定。停堆净化：在换料工况下，与化容系统配合，余热排出泵代替主泵作为净化流的强制循环驱动压头，对一回路和换料水池的水体进行净化，以保持RCS和换料水池的水质指标。冷却安全壳内置换料水箱（IRWST）。444.正常余热排出系统（2）454.正常余热排出系统（3）464.正常余热排出系统（4）47表3.4.2正常余热排出系统（RNS）主要参数安全壳外侧隔离阀到RCS间部分设计压力17.13MPa安全壳外的其余部分设计压力6.21MPaRNS投入运行时的RCS压力3.1MPaRNS投入运行时的RCS温度176.7℃设备冷却水正常供水温度35℃设备冷却水最高供水温度43.3℃RCS冷却结束时的温度51.7℃冷却时间（停堆后）96h5.设备冷却水系统（1）系统功能：为各类非安全设备提供冷却水，冷却各种核岛热交换器、泵等设备；经过由厂用水系统冷却的热交换器将热负荷传递至最终热阱--海水；在核岛热交换器和海水之间形成屏障，防止放射性流体不可控制地释放到海水中，避免由于海水直接冷却而产生腐蚀污垢等问题。485.设备冷却水系统（2）495.设备冷却水系统（3）50表3.5.1设备冷却水系统（CCS）主要参数设备名称参数设备冷却水泵设计流量设计扬程2225.82m3/h77.72m设备冷却水热交换器设计能力设计流量设冷水侧厂用水侧8.17MW/C2225.82m3/h8.17MW/C2680m3/h6.厂用水系统（1）系统功能：在各种运行模式下带走设备冷却水系统的热量516.厂用水系统（2）526.厂用水系统（3）53表3.6.1不同运行模式下厂用水的额定流量和热负荷CCS泵和热交换器SWS泵正常投入台数额定流量热传输正常运行(满负荷)1110,800gpm(2453m3/hr)90.4x106Btu/hr(26.5MW)电站冷却2221,600gpm(4906m3/hr)303x106Btu/hr(88.7MW)换料(全堆芯卸出)2221,600gpm(4906m3/hr)73.9x106Btu/hr(21.6MW)电站启动2221,600gpm(4906m3/hr)76.1x106Btu/hr(22.3MW)支持安全停堆和乏燃料冷却的最小量（SWS系统供水温度90.5oF(32.5oC)1110,300gpm(2339m3/hr)182x106Btu/hr(53.3MW)7.非能动堆芯冷却系统（1）系统功能：RCS应急补水和硼化应急堆芯余热导出事故后安全壳内pH值控制过程参数监测547.非能动堆芯冷却系统（2）557.非能动堆芯冷却系统（3）应急堆芯余热导出子系统：系统的主要设备是非能动余热导出热交换器。该热交换器布置在IRWST内，换料水箱内的水作为PRHR热交换器的冷却介质。567.非能动堆芯冷却系统（4）577.非能动堆芯冷却系统（5）安注子系统有4种非能动注射水源：两台CMT提供较长时间较大的注射流；两台安注箱在数分钟内提供非常大的注射流；一个IRWST提供很长时间较小的注射流；受淹的安全壳成为长期的水源。587.非能动堆芯冷却系统（6）597.非能动堆芯冷却系统（3）非能动堆芯冷却系统设计参数:1.补给水箱2只2.非能动热交换器1个～设计压力：17.1MPa～设计压力：17.1MPa～设计温度：343℃～设计温度：343℃～总容积：70.8m3×2～热交换面积：476m2～硼浓度：3500PPm3.安注箱2只4.安全壳内置换料水箱1只～正常运行压力：4.8MPa～总水容积：2131m3～总容积：56.6m3×2～硼浓度：2700PPm～正常运行水容积：48.1m3～正常运行气容积：8.5m3608.非能动安全壳冷却系统（1）系统功能：安全壳内热量导出过程监测补充乏燃料水池水装量消防水补充618.非能动安全壳冷却系统（2）628.非能动安全壳冷却系统（3）638.非能动安全壳冷却系统（4）主要设计参数：PCS贮存水箱容积：2864m3FPS消防水箱容积：68m3PCSAWST辅助水箱容积：3546m3PCS初始冷却水流量：112m3/h循环泵冷却水流量率：22.7m3/h循环泵扬程：114.3mPCS贮存水箱水最低温度：4.5℃PCS贮存水箱水最高温度：49℃运行层一135导流板高度一142649.安全壳氢气控制系统（1）系统功能：在正常运行期间和设计基准事故后，对安全壳大气中的氢气浓度进行监测。为防止严重事故后氢气爆燃或爆炸提供纵深防御手段。659.安全壳氢气控制系统（2）安全壳内氢气的来源：锆—水反应；水的辐照分解；冷却剂中含氢；其它结构材料腐蚀。669.安全壳氢气控制系统（3）分布在安全壳内的三个浓度监测仪能够连续显示安全壳空气中氢气浓度。布置在安全壳内的两台安全相关非能动自动催化复合器（PARs）将自动且非能动地将安全壳内整个氢气浓度维持在较低的水平。在安全壳内布置有64台氢气点火器。在氢气相对浓